RU2078382C1 - Ядерный реактор - Google Patents
Ядерный реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU2078382C1 RU2078382C1 RU9696105355A RU96105355A RU2078382C1 RU 2078382 C1 RU2078382 C1 RU 2078382C1 RU 9696105355 A RU9696105355 A RU 9696105355A RU 96105355 A RU96105355 A RU 96105355A RU 2078382 C1 RU2078382 C1 RU 2078382C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- nuclides
- nuclear
- longitudinal axis
- central longitudinal
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Использование: в ядерной энергетике при формировании активной зоны ядерного реактора. Сущность: ядерный реактор содержит активную зону, в которой по меньшей мере часть тепловыделяющих сборок имеет несимметричное распределение топливного материала и собрана из разнотипных по концентрации нуклидов в ядерном топливе тепловыделяющих элементов, которые расположены так, что относительно плоскости, проходящей через центральную продольную ось сборки, образуют две подзоны с различными значениями усредненных по объему ядерного топлива концентраций нуклидов. При этом тепловыделяющие сборки ориентированы подзоной с меньшей концентрацией делящихся нуклидов в ядерном топливе в направлении центральной продольной оси активной зоны, а тепловыделяющие сборки периферийного ряда, граничащие с боковым отражателем, могут иметь противоположную ориентацию с направлением подзоны с меньшей концентрацией делящихся нуклидов от центральной продольной оси.Кроме того, по крайней мере часть разнотипных тепловыделяющих элементов, формирующих несимметричные тепловыделяющие сборки, может быть выполнена с ядерным топливом, содержащим выгорающий поглотитель. 2 з.п.ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при формировании активной зоны любого ядерного реактора с тепловыделяющимися сборками.
Из уровня техники известно выполнение ядерного реактора с активной зоной, содержащей радиальные (концентрические) подзоны, которые скомпонованы из тепловыделяющих сборок, имеющих одинаковые геометрические размеры, но различающихся топливным материалом или обогащением урана [1]
При такой зонной компоновке активной зоны за счет периодической перегрузки тепловыделяющих сборок по известной методике достигается определенное снижение неравномерности энерговыделения по радиусу реактора и значительная глубина выгорания топлива. Однако возможности известного позонного выравнивания распределения энерговыделения ограничены из-за возрастания утечек нейтронов из активной зоны, что не позволяет существенно улучшить технико-экономические параметры реактора.
При такой зонной компоновке активной зоны за счет периодической перегрузки тепловыделяющих сборок по известной методике достигается определенное снижение неравномерности энерговыделения по радиусу реактора и значительная глубина выгорания топлива. Однако возможности известного позонного выравнивания распределения энерговыделения ограничены из-за возрастания утечек нейтронов из активной зоны, что не позволяет существенно улучшить технико-экономические параметры реактора.
Известно выполнение ядерного реактора с уменьшенной радиальной утечкой нейтронов из активной зоны [2] Однако при этом существенно возрастает неравномерность в распределении энерговыделения по радиусу реактора.
Наиболее близким к изобретению является ядерный реактор, содержащий активную зону, в которой размещены разноориентированные (относительно поперечной плоскости) тепловыделяющие сборки с неравномерным по высоте распределением топливного материала в тепловыделяющих элементах [3] Данное решение позволяет значительно уменьшить аксиальную неравномерность энерговыделения, но не оказывает существенного влияния на радиальное распределение энерговыделения по активной зоне, и, следовательно, имеет ограниченные возможности улучшения экономических показателей работы ядерного реактора.
Изобретение направлено на повышение экономических показателей ядерного реактора и надежности его работ за счет более эффективного выравнивания энергораспределения и уменьшения утечек нейтронов из активной зоны.
Решение поставленной задачи обеспечивается тем, что в ядерном реакторе, содержащем активную зону, в которой размещены разноориентированные тепловыделяющие сборки с несимметричным распределением топливного материала по тепловыделяющим элементам, согласно изобретению, по меньшей мере часть тепловыделяющих сборок собрана из разнотипных по концентрации нуклидов в ядерном топливе тепловыделяющих элементов, которые расположены с образованием относительно плоскости, проходящей через центральную продольную ось сборки, двух подзон с разными значениями усредненных по объему ядерного топлива концентраций нуклидов, при этом тепловыделяющие сборки ориентированы подзоной с меньшей концентрацией делящихся нуклидов в ядерном топливе в направлении центральной продольной оси активной зоны реактора.
Предпочтительно, чтобы тепловыделяющие сборки периферийного ряда активной зоны, граничащие с боковым отражателем, были ориентированы подзоной с меньшей концентрацией делящихся нуклидов в ядерном топливе в направлении от центральной продольной оси активной зоны. Кроме того, по крайней мере часть разнотипных тепловыделяющих элементов, формирующих несимметричные тепловыделяющие сборки, может быть выполнена из ядерного топлива с выгорающим поглотителем.
Предложенная ориентация несимметричных (по размещению топливного материала относительно плоскости, проходящей через центральную продольную ось сборки) тепловыделяющих сборок, собранных из разнотипных по концентрации нуклидов в ядерном топливе тепловыделяющих элементов, обеспечивает перераспределение потока нейтронов по подзонам сборки и приводит к относительному уменьшению мощности той части сборки, которая ориентирована к центральной продольной оси активной зоны реактора и соответственно выравнивает распределение мощности по поперечному сечению активной зоны.
На фиг. 1 изображена часть активной зоны ядерного реактора в плане; на фиг. 2 "несимметричная" тепловыделяющая сборка.
В активной зоне ядерного реактора размещены "несимметричные" тепловыделяющие сборки 1, которые собраны из разнотипных тепловыделяющих элементов 2 и 3, заполненных ядерным топливом (например, диоксидом урана), которые отличаются концентрациями нуклидов в ядерном топливе (например, для ТВЭЛов 2 начальное обогащение урана может составлять 2,4% а для ТВЭЛов 3 3,6%). Возможно выполнение по крайней мере части ТВЭЛов 2 или 3 с выгорающим поглотителем (например, с уран-гадолиниевым топливом).
При этом ТВЭЛы 2 и 3 размещены в тепловыделяющей сборке 1 так, что относительно плоскости I-I, проходящей через продольную ось сборки, образуются две характерные подзоны А и Б с существенно разными значениями усредненных по объему ядерного топлива концентраций нуклидов в ядерном топливе, а каждая тепловыделяющая сборка 1 ориентирована подзоной А с меньшей усредненной по объему ядерного топлива концентрацией делящихся нуклидов в направлении центральной продольной оси О активной зоны.
Для более эффективного уменьшения утечек нейтронов через боковую поверхность активной зоны тепловыделяющие сборки 4 периферийного ряда, граничащие с боковым отражателем, имеют противоположное расположение, т.е. ориентированы подзоной А с меньшей усредненной по объему ядерного топлива концентрацией делящихся нуклидов в направлении от центральной продольной оси О активной зоны.
Местоположение плоскости I-I относительно сторон сборки 1 или 4 при их формировании разнотипными ТВЭЛами 2 и 3 соотношение усредненных по объему ядерного топлива концентраций делящихся нуклидов в подзонах А и Б и конкретная ориентация каждой тепловыделяющей сборки 1,4 могут быть произвольными и определяются расчетно-экспериментальным путем.
Ядерный реактор работает следующим образом. При перегрузке топлива, например, в реакторе типа ВВЭР-1000, часть извлекаемых из активной зоны ТВС заменяют на ТВС 1 с несимметричным распределением топлива, ориентируя их подзоной с меньшей концентрацией делящихся нуклидов в ядерном топливе в направлении центральной продольной оси О активной зоны. Такое размещение несимметричных ТВС 1 позволяет формировать в работающем реакторе локальное несимметричное распределение энерговыделения, которое в сочетании с распределением, формируемым утечками нейтронов, обусловливает более равномерное результирующее распределение энерговыделения по активной зоне реактора.
Claims (3)
1. Ядерный реактор, содержащий активную зону, в которой размещены разноориентированные тепловыделяющие сборки с несимметричным распределением топливного материала по тепловыделяющим элементам, отличающийся тем, что по меньшей мере часть тепловыделяющих сборок собрана из разнотипных по концентрации нуклидов в ядерном топливе тепловыделяющих элементов, которые расположены с образованием относительно плоскости, проходящей через центральную продольную ось сборки, двух подзон с разными значениями усредненных по объему ядерного топлива концентраций нуклидов, при этом тепловыделяющие сборки ориентированы подзоной с меньшей концентрацией делящихся нуклидов в ядерном топливе в направлении центральной продольной оси активной зоны реактора.
2. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что тепловыделяющие сборки периферийного ряда активной зоны, граничащие с боковым отражателем, ориентированы подзоной с меньшей концентрацией делящихся нуклидов в ядерном топливе направлении от центральной продольной оси активной зоны.
3. Реактор по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что по крайней мере часть разнотипных тепловыделяющих элементов, формирующих тепловыделяющие сборки, выполнена с ядерным топливом, содержащим выгорающий поглотитель.
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9696105355A RU2078382C1 (ru) | 1996-03-28 | 1996-03-28 | Ядерный реактор |
EP97917493A EP0831497A4 (en) | 1996-03-28 | 1997-03-26 | FUEL BUNCH FOR CORE REACTOR AND CORE REACTOR |
JP9534298A JPH11506218A (ja) | 1996-03-28 | 1997-03-26 | 原子炉の熱放出組立体及びそれを用いた原子炉 |
PCT/RU1997/000088 WO1997036301A1 (fr) | 1996-03-28 | 1997-03-26 | Reseau d'elements combustibles pour reacteur nucleaire et reacteur nucleaire |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9696105355A RU2078382C1 (ru) | 1996-03-28 | 1996-03-28 | Ядерный реактор |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2078382C1 true RU2078382C1 (ru) | 1997-04-27 |
RU96105355A RU96105355A (ru) | 1998-05-27 |
Family
ID=20178273
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU9696105355A RU2078382C1 (ru) | 1996-03-28 | 1996-03-28 | Ядерный реактор |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2078382C1 (ru) |
-
1996
- 1996-03-28 RU RU9696105355A patent/RU2078382C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1988, с. 181 - 183. 2. Бурлаков Е.В., Калугин А.К. Топливные циклы реакторов на топливных нейтронах: Итоги науки и техники, Сер. Атомная энергетика, т.3. - М.: ВИНИТИ, 1984. 3. Авторское свидетельство СССР N 1078938, кл. G 21 C 3/30, 1987. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE8004485L (sv) | Kernreaktor | |
JPH02296192A (ja) | 燃料集合体及び原子炉 | |
RU2078382C1 (ru) | Ядерный реактор | |
RU2142169C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах | |
JPH09105792A (ja) | 初装荷炉心及び燃料集合体 | |
JPH0536757B2 (ru) | ||
JP3945719B2 (ja) | 初装化炉心 | |
RU2078383C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора | |
JPS63235891A (ja) | 燃料集合体 | |
RU96105355A (ru) | Ядерный реактор | |
JP3990013B2 (ja) | 燃料集合体及び原子炉炉心 | |
FI71624C (fi) | Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor. | |
JP3355758B2 (ja) | 原子炉炉心 | |
CA1197027A (en) | Fuel assembly for pressure-tube reactor | |
JPH06273558A (ja) | 燃料棒 | |
RU2172029C2 (ru) | Компоновка стержней к топливным сборкам, применяемых при эксплуатации ядерных реакторов (варианты) | |
JPH0713663B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JPS6027958B2 (ja) | ペブルベツド型原子炉およびこの原子炉の運転方法 | |
JP2965317B2 (ja) | 燃料集合体 | |
EP0831497A1 (en) | Fuel element assembly for a nuclear reactor and a nuclear reactor | |
JP4044993B2 (ja) | 原子炉の燃料装荷方法 | |
JPH11109073A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JPH07270561A (ja) | 燃料集合体及び原子炉炉心 | |
JPH0644056B2 (ja) | 原子炉の炉心 | |
RU95117253A (ru) | Энергетическая электроядерная установка для дожигания отработавшего ядерного топлива |